AUTORITÉ
DE SÛRETÉ
nucléaire
 DIVISION D'ORLÉANS CODEP-OLS-2013-026079 Orléans, le 13 mai  2013 Monsieur le Directeur du Centre Nucléaire de Production d'Electricité de Dampierre-en-Burly BP 18 45570 OUZOUER-SUR-LOIRE
OBJET :
Contrôle des installations nucléaires de base CNPE de Dampierre-en-Burly - INB 84 Inspection n° INSSN-OLS-2012-0171 des 5 et 10 avril 2013 Visites de chantiers lors de l'arrêt du réacteur n° 2

## Monsieur Le Directeur,

Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire concernant le contrôle des installations nucléaires de base prévu à l'article L. 592-21 du code de l'environnement, 2 inspections inopinées ont eu lieu les 5 et 10 avril 2013 au CNPE de Dampierre-en-Burly, à l'occasion de l'arrêt pour maintenance et rechargement en combustible du réacteur n° 2.

Suite aux constatations faites à ces occasions par les inspecteurs, j'ai l'honneur de vous communiquer, ci-dessous, la synthèse des inspections ainsi que les principales demandes et observations qui en résultent.

## Synthèse De L'Inspection

Dans le cadre de l'arrêt pour maintenance et rechargement en combustible du réacteur n° 2 de la centrale nucléaire de Dampierre en Burly, les inspections des 5 et 10 avril 2013 avaient pour objectif de contrôler les travaux de maintenance sous les aspects suivants : sûreté, radioprotection, propreté radiologique, sécurité et environnement. Ces visites ont concerné des chantiers localisés principalement dans le bâtiment réacteur (BR) et le bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN).

De manière générale, les inspecteurs ont constaté la bonne tenue des chantiers ainsi que le renseignement approprié des documents de suivi d'intervention. Toutefois, les inspecteurs ont relevé plusieurs faiblesses au niveau de la mise en œuvre des moyens de radioprotection et des modalités d'intervention définies dans les documents contrôlés. Lors de la première inspection, il a également été découvert d'importantes traces de bore aux niveaux 4,65 m, 0 m et -3,50 m du bâtiment réacteur.

ww.asn.fr

## A. Demandes D'Actions Correctives

Mise en œuvre de la radioprotection sur les chantiers - Défauts d'assurance qualité dans l'utilisation des Régimes de Travail Radiologiques (RTR) : mesure du débit de dose ambiant en entrée de chantier, actions préventives à mettre en place A la suite des actions de contrôle spécifiques à la radioprotection menées par l'ASN au cours des deux dernières années, il avait été constaté une évolution positive dans le renseignement, par les intervenants, des Régimes de travail en zone radiologique (RTR). Toutefois, lors de l'arrêt pour rechargement n° 29 du réacteur n° 2, l'examen de la documentation des chantiers suivants :
mise en conformité du freinage de la visserie des vannes 2 RIS 021 VP et 2 RIS 136 VP ;
mise en service de la machine de chargement ;
a permis de constater, à plusieurs reprises, des défauts d'assurance qualité sur les RTR.

D'une part, les intervenants ne cochaient pas de façon systématique les parades demandées en page n° 2 permettant de valider leur prise en compte. D'autre part, les RTR n'étaient toujours pas renseignés de manière satisfaisante en ce qui concerne la mesure (avant le début du chantier) du débit de dose ambiant au poste de travail. L'ASN a d'ailleurs rappelé, à plusieurs reprises au cours de l'inspection, que cette absence de traçabilité ne permet pas de s'assurer de la mesure effective de l'ambiance radiologique au début du chantier et de la vérification de la cohérence de ce débit de dose avec celui prévu au poste de travail et inscrit sur le RTR.

Demande A1 : compte tenu de la persistance de cette typologie d'écart, je vous demande de mener à nouveau des actions de rappel et de sensibilisation des intervenants.

## Port Des Protections Individuelles

Lors de l'inspection du 10 avril, l'équipe d'inspection s'est rendue dans le local W258 du bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN) local, réputé contaminé. Il a alors été constaté que les intervenants procédant à la mise en conformité du freinage de la visserie des vannes 2 RIS 021 VP et 2 RIS 136 VP ne portaient pas de surtenues visant à les protéger d'une éventuelle contamination.

Demande A2 : compte tenu de la récurrence de ce type d'écart, je vous demande de mettre en place des actions de sensibilisation visant à rappeler aux intervenants le caractère prescriptif des conditions d'accès apposées à l'entrée des différents locaux ainsi que les enjeux liés à celles-ci.

## Gestion Des Portes Coupe-Feu

S
Lors de l'inspection de redémarrage du réacteur n° 2 réalisée le 25 mai 2012 à l'issue de la visite décennale, une visite avait été effectuée dans le bâtiment des auxiliaires nucléaires (BAN) ainsi que dans le bâtiment combustible (BK). Au cours de cette visite, plusieurs désordres avaient été constatés sur des portes coupe-feu et notamment la porte 9 JSN 214 QF. La poignée d'ouverture de cette porte coupe-feu avait été constatée détériorée. Son ouverture ne pouvant pas s'effectuer depuis le couloir, le personnel avait mis en place du ruban adhésif sur le chant et le bâti de la porte afin d'en empêcher le verrouillage en cas de fermeture. Lors de l'inspection du 10 avril 2013, les inspecteurs ont à nouveau constaté l'utilisation d'un moyen de blocage de la fermeture de la porte (aimant collé sur le bord de la porte).

Demande A3 : je vous demande de veiller au traitement immédiat de l'écart constaté par l'équipe d'inspection sur la porte coupe-feu précitée.

Demande A4 : sur la base de ces constatations, je vous demande de réengager les actions de communication et de sensibilisation de votre personnel de terrain afin d'éviter toute reproduction de comportements et de pratiques pouvant entraver la fonction coupefeu d'un élément de sectorisation.

## Zone D'Exclusion Des Corps Ou Produits Étrangers (Zone Fme) Au-Dessus De La Piscine Du Bâtiment Réacteur

Lors des inspections de chantiers, il a été constaté des entreposages de matériels empiétant sur la zone FME de la piscine du bâtiment réacteur. Par ailleurs, il a été relevé la présence d'une poubelle sur la passerelle de la machine de chargement.

Demande A5 : je vous demande de mettre en œuvre les dispositions organisationnelles permettant de vous assurer que les exigences de la directive interne DI 121¹ seront correctement respectées lors des prochains arrêts de réacteurs.

S

## Présence De Bore Cristallisé Dans Le Bâtiment Réacteur

Lors des inspections de chantiers, il a été constaté, au niveau 4,65 m du bâtiment réacteur, une importante quantité de bore cristallisé sur le sol au niveau de plusieurs traversées enceinte. L'eau borée à l'origine de cette cristallisation a également coulé aux niveaux inférieurs et généré d'autres zones de cristallisation. Ce phénomène avait également été constaté lors des inspections de chantiers mes en 2012 pendant la visite décennale du réacteur. Vos premières investigations ont permis d'identifier que cet écoulement est lié à un lignage particulier qui est réalisé lors de la phase de mise à l'arrêt du réacteur et qui génère un écoulement qui n'est pas collecté (absence de gatte sous un organe).

Demande A6 : je vous demande de mener une analyse précise des causes de cet écoulement afin de caractériser précisément les phases et les lignages qui le génèrent. Vous veillerez également à caractériser les conséquences de cet écoulement et à analyser les potentiels impacts de ce dernier sur les matériels ayant été mouillés ou immergés dans l'eau.

Demande A7 : sur la base de cette analyse, je vous demande de me présenter un plan d'action définissant les mesures correctives à apporter ainsi qu'un calendrier prévisionnel de mise en œure.

S

## B. Demandes De Compléments D'Information

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Les inspecteurs ont constaté les anomalies suivantes :
9 JSL 225 QF,
1 JSL 202 QP
et    9 JSL 256 QG
portes coupe-feu présentant un dysfonctionnement ne garantissant pas leur fermeture totale ;
piquage du 2 RCP 222LN tordu ; présence d'une quantité importante de bore à proximité de la vanne 2 RPE 590 VP ;
affichage de la position du robinet 2 EVR 105 VA ne permettant pas de s'assurer de son bon positionnement. Demande B1 : je vous demande de me fournir les comptes-rendus des interventions réalisées pour remédier à l'ensemble des anomalies mentionnées ci-dessus.

## S C. Observations

Observation C1 : sur le plancher 20 m du bâtiment réacteur, les inspecteurs ont constaté la présence d'entreposages de matériels à proximité immédiate des armoires des soupapes Sebim et ont attiré votre attention sur le risque d'endommagement de ces dernières ou des matériels associés lors de manutentions des matériels entreposés.

 S
Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai qui n'excèdera pas deux mois. Pour les engagements que vous seriez amené à prendre, je vous demande de les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation.

Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée.

Pour le Président de l'ASN et par délégation, le Chef de la Division d'Orléans Signé par : Fabien SCHILZ
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